Композиция для долговременного хранения трансурановых элементов



Владельцы патента RU 2524930:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" (RU)

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов.

Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением в будущем возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации.

Сущность изобретения состоит в том, что оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия в соотношении, мас.%: оксидов трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30, и полученную смесь подвергают прессованию.

В результате получается композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, которая включает оксиды трансурановых элементов в металлическом палладии, что обеспечивает высокую химическую устойчивость материала, безопасность хранения на неограниченный период времени и при этом сохраняется возможность извлечения ТПЭ после растворения предложенной композиции в азотной кислоте.

Для получения предложенной композиции предлагается использовать техногенный, (“реакторный”) палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

 

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов.

Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации.

Относительная опасность долгоживущих радионуклидов при их размещении в хранилище через различные интервалы времени определяется с помощью дозовых коэффициентов fi (Зв/Бк). Показано, что через 1000 лет выдержки наибольшую радиационную опасность представляют: 99Tc, 129I, 239Pu, 240Pu, 241Am и 243Am. Для распада первых трех необходимо время, превышающее 105 лет (Бабаев Н.С., Очкин А.В., Глаголенко Ю.В. и др. Принципы подбора матриц для включения высокоактивных отходов / Тезисы докл., 4-я Всероссийская конф. по радиохимии, 20-25 окт. 2003, Озерск, с.189-190.).

Степень изоляции отходов, помещенных в могильнике, зависит от состояния системы захоронения, которая включает инженерные барьеры (матрица, содержащая радионуклиды, контейнер, буферный материал) и природный барьер - вмещающую породу. Эта система должна обеспечить степень изоляций радионуклидов в течение заданного интервала времени, которая вытекает из основных требований и критериев долговременной радиационной безопасности хранилищ.

Для кондиционирования высокоактивных отходов (ВАО) в промышленном масштабе в настоящее время применяют исключительно остекловывание. Для иммобилизации ВАО выбраны натриевые боросиликатные стекла, обладающие хорошей устойчивостью и которые получают при относительно низкой температуре (1200°C).

В качестве потенциальных матриц для иммобилизации U, Pu и Am были исследованы стекла, содержащие 55% оксидов лантаноидов (Bois L. et al. Aqueous Corrosion of Lanthanum Alumasilicate Glasses: Influence of Inorganic Anions / J. Nucl. Mater., 2002, v.300, № 2-3, p.141-150.).

Известен способ получения синрока - полифазной титанатной кристаллической керамики для иммобилизации ВАО. В его состав входят синтетические аналоги природных минералов: цирконолит (CaZrTi2O7, 30 вес.%), голландит (BaAl2Ti2O7, 30 вес.%), перовскит (CaTiO3, 20 вес.%), рутил (TiO2, 15 вес.%), а также металлические сплавы (5 вес.%). Актиноиды проявляют очень прочную локализацию в синроке. Например, скорость выщелачивания Cm при 70°C составляет 8·10-6 г/м2·сут в начальный период времени и через 500 дней снижается до значения 6-10-8 г/м2·сут(Jostsons A. Status of Synroc Development / Trams. Am. Nucl. Soc., 1994, v.70, Suppl. 1, p.865-871).

Известны способы синтеза и других материалов, пригодных для иммобилизации актиноидов в кристаллических фазах. В качестве наиболее перспективных рассматриваются пирохлор, цирконолит, циркон, диоксид циркония, перовскит, гранат и монацит.

Достоинством перечисленных классов соединений является их высокая химическая и радиационная устойчивость, что позволяет использовать их в качестве материалов для надежной изоляции долгоживущих радионуклидов и трансурановых элементов.

Вместе с тем, именно высокая химическая устойчивость указанных материалов исключает любую возможность проводить извлечение из них трансурановых элементов, которые в будущем могли бы быть использованы или направлены на дальнейшую переработку с использованием процесса трансмутации.

Наиболее близкой к заявляемой в изобретении является керамическая композиция для иммобилизации актинидов, описанная в патенте США (US 6,320,091, patent application).

Данная композиция по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близка к заявляемой и выбрана в качестве прототипа.

В качестве материала для иммобилизации актинидов используется титанатная керамика, включающая пирохлор, браннерит и рутил. Процесс получения керамической композиции включает окисление актинидов, измельчение (помол) оксидов до состояния пудры, смешивание измельченных оксидов с керамическими добавками, холодное прессование смеси и спекание прессованного материала.

Недостатком данной композиции является невозможность извлечения ТПЭ из полученного керамического материала. Вполне очевидно, что данная композиция не может быть использована в качестве мишени в процессе трансмутации, где после цикла облучения предполагается растворение и переработка раствора для последующего цикла облучения.

Другим недостатком данной композиции являются неудовлетворительные физические характеристики, в первую очередь низкая теплопроводность получаемого керамического материала.

Задача, решаемая предлагаемым изобретением, заключается в получении композиции, пригодной для долговременного хранения трансурановых элементов и сохранения возможности их извлечения в будущем для использования, например, в процессе трансмутации.

Для достижения указанного технического результата предлагается использовать композицию, включающую оксиды ТУЭ и металлический палладий в соотношении компонентов, мас.%: оксид трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30.

Отличительной чертой палладия, по сравнению с остальными платиноидами, является его способность растворяться в азотной кислоте. Поэтому, если в будущем будут использованы материалы на основе палладия для иммобилизации и длительного хранения ТУЭ и возникнет необходимость их извлечь, будет достаточно провести растворение композиции в азотной кислоте с последующим извлечением (разделением) интересующих элементов (например, америций, кюрий).

Именно поэтому представляет интерес использование композиции с палладием и в качестве мишеней для трансмутации этих же элементов.

В качестве материалов для иммобилизации ТУЭ, предлагается использовать “реакторный” палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива (Содержание реакторного “палладия” в топливе реакторов ВВЭР, в зависимости от выгорания, составляет 1,0-1.8 кг на тонну).

Предложенная композиция получается следующим образом.

Оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия, в соотношении компонентов, мас.%: оксиды трансурановых элементов: 30-70, металлический палладий: 70-30, и полученная смесь подвергается горячему прессованию.

Полученная композиция обладает высокой химической устойчивостью, что обеспечивает безопасные условия хранения выделенных трансурановых элементов без ограничения срока хранения.

С целью достижения более высокой химической устойчивости матричной композиции прессованные таблетки могут быть подвергнуты химическому палладированию. Для нанесения защитного палладиевого покрытия (дополнительного барьера) применяется обычный состав, используемый для химического палладирования. Состав электролита, г/л: палладия хлорид - 3÷5; 25%-ный раствор аммиака водный - 15÷30; натрия гипофосфит - 10÷30; и натрия тиосульфат - 0,025÷0,035. Температура,°C - 40-60 (Гальванотехника. Справочник. М.: Металлургия. С.568).

После проведения указанных операций проводится окончательная изоляция полученной композиции в контейнере, который помещают в хранилище.

Преимуществом заявляемой композиции является высокая химическая устойчивость в сочетании с возможностью выделения трансурановых элементов. Для этого достаточно провести растворение композиции (таблеток) в азотной кислоте и провести выделение ТУЭ с использованием известных способов (экстракции или сорбции). Данная операция необходима в случае использования заявляемой композиции в качестве мишени для транмутации ТУЭ.

Вышеизложенное иллюстрируется следующими примерами.

Пример 1.

Формирование таблетки из металлического палладия с наполнителем (оксид европия) проводили на установке, которая состоит из высокочастотного генератора, форвакуумной камеры, насосной станции и пресса. Прессование проводили в среде аргона.

(В качестве аналога трансурановых элементов нами был использован европий, наиболее близкий по своим химическим свойствам к америцию и кюрию).

Взвешенные порции порошков (0,79 г металлического палладия и 0,79 г оксида европия) перемешивали и помещали в пресс-форму, изготовленную из графита марки АГ-1500. (Методика приготовления порошков оксида европия включала операции растворения нитрата европия в воде, осаждение оксалата и прокалку осадка). Полученный оксид европия растирали в агатовой ступке.

Пресс-форму помещали внутри индуктора. Камера вакуумировалась при помощи форвакуумного насоса и затем заполнялась аргоном. Прессование порошка проводилось в течение 1 часа при температуре 300°C и давлении 1500 кг/см2.

После завершения прессования и охлаждения плотность полученной таблетки составила 5,02 г/см3.

Полученные после прессования таблетки Pd+Eu2O3 имеют четко выраженную фазовую структуру, соответствующую исходным компонентам (Eu2O3, Pd), что подтверждается данными, полученными с использованием рентгеновского микроанализатора и растрового электронного микроскопа.

Результаты определения скорости выщелачивания европия, из полученного образца, приведены в табл.1. (Для определения химической устойчивости образцов был выбран статический метод определения скоростей выщелачивания в дистиллированной воде (ГОСТ Р 52126-2003)).

Таблица 1.
  Скорости выщелачивания европия R, г/см2/сутки
№ образца        
  1 сутки 7 суток 14 суток 28 суток
       
         
302-1 6,37·10-8 1,81·10-9 7,23·10-10 4,84·10-10
         

Пример 2.

Формирование таблетки из металлического палладия с оксидом европия проводили на той же установке, описанной в примере 1.

Смесь порошков (масса 1,55) с соотношением 30% металлического палладия и 70% оксида европия помещали в пресс-форму.

Прессование порошка проводилось в течение 2 часов при температуре 300°C и давлении 1500 кг/см2.

После завершения прессования и охлаждения плотность полученной таблетки составила 4,98 г/см3.

Скорость выщелачивания европия из полученного образца составила 1,41·10-6 и 3,42·10-9 г/см2·сутки после 1 и 7 дней контакта с дистиллированной водой.

Помимо таблеток с оксидом европия, были получены таблетки, в которых в качестве имитатора использовали смесь порошков оксида урана (VI) и церия (III), полученную плазмохимическим способом.

В табл.2 приведены результаты по скорости выщелачивания европия и урана из полученных образцов.

Представленные данные (табл.2.) наглядно показывают, что химическая устойчивость предложенных композиций не уступает стойкости известных матриц. Следовательно, использование их для долговременного хранения или трансмутации представляется вполне оправданным.

Таблица 2.
Состав композиции, отношение Pd/ Время, сутки Скорость выщелачивания, г/см2·сутки
Результаты по скорости выщелачивания европия из таблеток.
Pd 70%+30%Eu2O3 1 <4.3·10-5
5 <1.2·10-5
12 <4.8·10-6
19 <4.8·10-6
37 <1.7·10-6
67 <1.6·10-6
128 <7.7·10-7
Pd 50%+50%Eu2O3 5 <6.8·10-6
12 3.9·10-6
19 3.9·10-6
37 2.4·10-6
67 2.2·10-6
128 9.0·10-7
Pd 30%+70%Eu2O3 1 <1.6·10-5
5 <4.0·10-6
12 2.3·10-6
19 2.3·10-6
37 5.8·10-7
67 5.5·10-7
128 3.8·10-7
Результаты по скорости выщелачивания урана из таблеток.
Pd 50%+50%(UO2+CeO2) 197 2.9·10-5
435 1.5·10-5
515 1.4·10-5
Pd 75%+25%(UO2+CeO2) 197 2.2·10-5
435 2.1·10-5
515 2.0·10-5

Согласно литературным данным, скорости выщелачивания из стекла или керамики различных типов находятся на уровне 10-4-10-5 г/см2·сутки для урана, плутония, и - 10-6 г/см2·сут для трансурановых элементов.

Пример 3.

Химическая устойчивость матричной композиции может быть более высокой, если используется дополнительное защитное покрытие.

С целью повышения химической устойчивости матричной композиции (PdxEu2O3) прессованная таблетка была подвергнута химическому палладированию. Для нанесения защитного палладиевого покрытия (дополнительного барьера) применяли состав, используемый для химического палладирования. (Состав электролита, г/л: палладия хлорид - 3÷5; 25%-ный раствор аммиака водный - 15÷30; натрия гипофосфит - 10÷30; и натрия тиосульфат - 0,025÷0,035). Процесс проводили при температуре 40-60°C.

Осаждение палладия проводили в режиме длительной обработки (2 часа), при температуре 50°C, с таким расчетом, чтобы толщина слоя палладия (рассчитанная на геометрическую поверхность таблеток) составила несколько микрон.

Результаты анализа капсулированных образцов указывают на то, что Pd-покрытие имеет блочную (Dбл~200 мкм) пористую структуру (Dп ~3 мкм) и степень пористости (P=S/S0~0.20). Покрытие из металлического палладия не имеет сквозных трещин, но толщина этого покрытия варьируется в широких пределах, от 0.1 до 1.5 мкм.

Проведение указанных операций с нанесением дополнительного покрытия из металлического палладия приводит к снижению скорости выщелачивания европия из таблеток, содержащей 70% оксида европия до уровня ~5·10-8 г/см2·сутки.

1. Композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, включающая оксиды трансурановых элементов и материал для иммобилизации, отличающаяся тем, что в качестве материала для иммобилизации используется металлический палладий при следующем соотношении компонентов, мас.%:
оксид трансурановых элементов 30-70,
металлический палладий 70-30.

2. Композиция по п.1, отличающаяся тем, что в качестве материала для иммобилизации она содержит “реакторный” палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH2 (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В4С (1,8-5,2 мас.%).
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС).

Изобретение относится к способу определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент, и может быть использовано в атомной энергетике.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к оборудованию и методам обращения с радиоактивными отходами. Изобретение может использоваться при резке трубопроводов в труднодоступных зонах нефтехимической, газовой промышленности и общем машиностроении.

Изобретение относится к горному делу и может быть использовано при разведке, проектировании и эксплуатации полигонов глубинного захоронения жидких промышленных отходов, а так же при использовании водоносных горизонтов, содержащих высокоминерализованные подземные воды, для других целей.

Изобретение относится к области разделения жидких сред выпариванием. .
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов, а именно к способам очистки гексафторида урана от фторидов рутения, и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.

Изобретение относится к области подземного захоронения биологически опасных сточных вод различных предприятий, очистка и переработка которых затруднена, а сброс в открытые водоемы невозможен.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к области гидрометаллургии и водным методам переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) в части методов внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента, состоящего из нейтральных и/или кислых фосфорсодержащих соединений и углеводородного разбавителя, от продуктов их деградации и остаточных целевых и/или нецелевых металлов.

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер. В стенке корпуса выполнена кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом, окруженная слоями полипропилена и слоями стали, а также слоем кадмия. Корпус содержит центральную полость, в которой размещают ОТВС. Контейнер закрывают крышкой, удаляют воду из центральной полости с ОТВС, проводят активацию индикаторного вещества, сливают в лабораторную емкость индикаторное вещество, перемешивают и берут пробу. Затем измеряют среднюю удельную активность индикаторного вещества и определяют интенсивность нейтронного излучения ОТВС и связанную с ней глубину выгорания ОТВС. При этом кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом может состоять из нескольких изолированных друг от друга колец. Далее выявляют глубину выгорания для каждого кольца и составляют профиль выгорания для ОТВС. Техническим результатом является возможность всестороннего охвата индикаторным веществом активной зоны ОТВС, исключение влияния воды на точность измерения, устранение фонового влияния при измерении удельной активности индикаторного вещества, а также повышение точности определения глубины выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.

Изобретение относится к способам переработки уран-фторсодержащих растворов, полученных от растворения огарков фторирования в производстве гексафторида урана. Способ включает растворение огарков в растворе азотной кислоты, извлечение урана из фторсодержащего азотнокислого раствора путем восстановления его гидразином на платиновом катализаторе, при постоянной очистке поверхности катализатора от осадка тетрафторида урана, отделение катализатора от азотнокислого раствора и осадка тетрафторида урана, обеспечение эквимолярного отношения фторид-ионов к урану (IV) в полученном растворе и разделение осадка тетрафторида урана и азотнокислотного раствора, при этом азотнокислотный раствор повторно используют для растворения огарков фторирования, предварительно доукрепив по азотной кислоте. Изобретение обеспечивает высокую степень восстановления урана и уменьшение количества нитрат-фторсодержащих отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к средствам переработки жидких органических радиоактивных отходов. В заявленном способе предусмотрено распыление отходов пневмофорсункой и сжигание их в циклонной печи. При этом разогрев циклонной печи осуществляют теплом от сгорания газообразного или жидкого топлива, жидкие органические радиоактивные отходы подают на сжигание непрерывно, перед подачей в пневмофорсунку для распыления отходы подогревают, пневмофорсунку охлаждают водой, сжигание отходов проводят в присутствии мелкодисперсных частиц катализатора, вторичный воздух подают тангенциально, охлаждение и очистку газов проводят вначале в пенном слое струйного скруббера, а затем в абсорбере-конденсаторе. Сгорание топлива для разогрева циклонной печи осуществляют в псевдоожиженном слое катализатора, подогрев жидких органических радиоактивных отходов проводят охлаждающей водой пневмофорсунки. Установка для сжигания жидких органических радиоактивных отходов содержит циклонную печь (1) с пневмофорсункой, струйный скруббер (2), абсорбер-конденсатор (3), водяные насосы (4/2 и 4/3), в качестве пускателя используют каталитический реактор (7) с псевдоожиженным слоем катализатора. Циклонная печь установлена на баке струйного скруббера, пневмофорсунка для подачи органических радиоактивных отходов расположена в верхней части циклонной печи. Техническим результатом является повышение эффективности и экологической безопасности сжигания радиоактивных отходов. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Заявленное изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле. В заявленном способе раствор нитрата металлического элемента, являющийся компонентом радиоактивных отходов, перемешивают в этаноле с тетраэтоксисиланом, разбавленным этанолом, затем добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно в течение 4 ч, в процессе чего протекает начальная стадия гидролиза. Полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с содержащимся в нем металлическим элементом, который является компонентом радиоактивных отходов, подвергают второму этапу гидролиза и полимеризации при температуре 70°C. Затем золь подвергают выпариванию до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Термообработку полученного геля производят в течение 4 ч при температуре 1200°C со скоростью нагрева 2°C/мин. Техническим результатом является возможность получения силикатного стекла с прочно внедренным в его структуру металлическим элементом, а также сокращение и упрощение технологического цикла. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления. На подготовительном этапе графит помещают в термическую камеру, затем через термическую камеру продувают газообразную инертную среду, нагретую до максимальной температуры от 700°C до 1100°C, с выведением газовых радиоактивных продуктов деструкции в инертную среду. Далее газообразную инертную среду подвергают обработке для выделения и последующей утилизации радиоактивных соединений трития и хлора-36. Далее следует этап окисления, в котором через термическую камеру продувают газообразную кислородсодержащую среду с выведением газовых радиоактивных продуктов реакции окисления в кислородсодержащую среду, причем значение температуры среды поддерживают выше 500°C, но ниже максимальной температуры газообразной инертной среды на этапе термической деструкции. Затем полученную кислородсодержащую среду с радиоактивными продуктами реакции выводят из термической камеры и подвергают обработке для выделения и последующей утилизации радиоактивных соединений углерода-14. На заключительном этапе графит извлекают из термической камеры. Техническим результатом является возможность повышения эффективности очистки облученного реакторного графита от радионуклидов за счет его глубокой объемной и селективной дезактивации, а также увеличение безопасность дезактивации. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы (РАО) низкой и средней активности в хранилищах различного типа, а также в зонах радиационных загрязнений с потенциальным выходом компонентов РАО в окружающую среду. В заявленном способе предусмотрен подбор эффективных высоко радиорезистентных штаммов микроорганизмов, способных окислять органические компоненты РАО (ацетат, оксалат и др.) и восстанавливать нитрат-анионы и трансвалентные радионуклиды, ограничивая их распространение в геологической среде, а также подбор концентраций водных растворов углеводов для стимулирования микробиологических процессов в подземных условиях. Техническим результатом является уменьшение распространения компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и радиоактивного загрязнения. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе осуществляют холодное прессование отходов в брикеты, затем проводят процесс высокотемпературной обработки в электрической печи камерного типа для нагрева спрессованных отходов до температуры 1050-1150°C с последующей их выдержкой еще не менее 1 часа при этой же температуре. Далее образовавшийся стеклоподобный материал охлаждают при температуре окружающей среды. Техническим результатом является снижение уноса в газовую фазу цезия-137 с 9-20% до 1-2%; упрощение технологии переработки ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой; возможность использования простого, доступного, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологического оборудования, не требующего при обслуживании высокой квалификации персонала; снижение затрат электроэнергии на обработку ТИМ не менее чем в 4 раза; исключение образования дополнительных вторичных твердых радиоактивных отходов. 1 табл.
Изобретение относится к способам удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с источником ионизирующего излучения. Способ включает в себя последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения. Капсулу, помещенную в первую емкость, в течение 10-20 минут промывают в режиме кипения в дистиллированной воде, затем промытую капсулу, помещенную во вторую емкость, дезактивируют в течение 10-20 минут в режиме кипения в 7-10% растворе азотной кислоты, далее охлаждают вторую емкость совместно с капсулой в течение 10-20 минут. Затем после охлаждения из второй емкости отбирают пробу раствора азотной кислоты в количестве 50 мл и проводят измерение ее радиоактивности, причем если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают очищенной, в противном случае операции промывки и дезактивации с чистыми растворами дистиллированной воды и 7-10% растворами азотной кислоты в режиме кипения повторяют до получения проб с радиоактивностью, не превышающей 0,2 кБк. Техническим результатом является упрощение технологии и снижение себестоимости дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к средствам переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе нитратсодержащие ЖРО перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов специально подобранными консорциумами микроорганизмов при добавлении фосфорной кислоты и сахарозы, при этом микроорганизмы восстанавливают нитрат-ионы до молекулярного азота, нерадиоактивная газовая фаза (азот, углекислый газ) выводится в атмосферу. Радионуклиды сорбируются образующимся после биодеградации шлаком биомассы, состоящим из самих микроорганизмов и продуктов их метаболизма; фосфорная кислота способствует микробиологическим процессам денитрификации и дополнительно приводит к образованию осадка фосфата стронция, что способствует увеличению прочности цементной матрицы. Техническим результатом является сокращение объемов нитратсодержащих ЖРО перед включением их в неорганическую (цементную, керамическую) или полимерную матрицу, сокращение объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению (захоронению), предотвращение биодеструкции нитратсодержащих ЖРО в составе цементного компаунда при длительном хранении. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2014-08-10 2014-08-09T03:00:43
Наверх